Although, the direct use of spent pressurized water reactor (PWR) fuel in CANda Deuterium Uranium (CANDU) reactors (DUPIC) cycle is still under investigation, DUPIC cycle is a promising method for uranium utilization improvement, for reduction of high level nuclear waste, and for high degree of proliferation resistance. This paper focuses on the effect of DUPIC cycle on CANDU reactor safety parameters. MCNP6 was used for lattice cell simulation of a typical 3,411 MWth PWR fueled by $UO_2$ enriched to 4.5w/o U-235 to calculate the spent fuel inventories after a burnup of 51.7 MWd/kgU. The code was also used to simulate the lattice cell of CANDU-6 reactor fueled with spent fuel after its fabrication into the standard 37-element fuel bundle. It is assumed a 5-year cooling time between the spent fuel discharges from the PWR to the loading into the CANDU-6. The simulation was carried out to calculate the burnup and the effect of DUPIC fuel on: (1) the power distribution amongst the fuel elements of the bundle; (2) the coolant void reactivity; and (3) the reactor point-kinetics parameters.
Kim, Seung Hyun;Chang, Yoon-Suk;Cho, Yong-Jin;Jhung, Myung Jo
Nuclear Engineering and Technology
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제48권1호
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pp.218-227
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2016
Background: Steam explosions may occur in nuclear power plants by molten fuel-coolant interactions when the external reactor vessel cooling strategy fails. Since this phenomenon can threaten structural barriers as well as major components, extensive integrity assessment research is necessary to ensure their safety. Method: In this study, the influence of yield criteria was investigated to predict the failure of a reactor cavity under a typical postulated condition through detailed parametric finite element analyses. Further analyses using a geometrically simplified equivalent model with homogeneous concrete properties were also performed to examine its effectiveness as an alternative to the detailed reinforcement concrete model. Results: By comparing finite element analysis results such as cracking, crushing, stresses, and displacements, the Willam-Warnke model was derived for practical use, and failure criteria applicable to the reactor cavity under the severe accident condition were discussed. Conclusion: It was proved that the reactor cavity sustained its intended function as a barrier to avoid release of radioactive materials, irrespective of the different yield criteria that were adopted. In addition, from a conservative viewpoint, it seems possible to employ the simplified equivalent model to determine the damage extent and weakest points during the preliminary evaluation stage.
In this study, the effects of selecting water/silver nanofluid as both a coolant and a reactivity controller during the first operating cycle of a light water nuclear reactor are investigated. To achieve this, coupled neutronic-thermo-hydraulic analysis is employed to simulate the reactor core. A detailed VVER1000/446 reactor core is modeled in monte carlo code (MCNP), and the model is verified using the porous media approach. Results show that the maximum required level of silver nanoparticles is 1.3 Vol.% at the beginning of the cycle; this value drops to zero at the end of cycle. Due to substitution of water/boric acid with water/Ag nanofluid, reactor operation time at maximum power extends to 357.3 days, and the energy generation increases by about 27.3%. The higher negative coolant temperature coefficient of reactivity in the presence of nanofluid in comparison with the water/boric acid indicates that the reactor is inherently safer. Considering the safety margins in the presence of the nanofluid, minimum departure from nucleate boiling ratio is calculated to be 2.16 (recommendation is 1.75).
Fang Zhao ;Shuliang Zou ;Shoulong Xu ;Junlong Wang;Tao Xu;Dewen Tang
Nuclear Engineering and Technology
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제54권12호
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pp.4560-4570
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2022
Dynamic fault tree (DFT) and its related research methods have received extensive attention in safety analysis and reliability engineering. DFT can perform reliability modelling for systems with sequential correlation, resource sharing, and cold and hot spare parts. A technical modelling method of DFT is proposed for modelling ship collision accidents and loss-of-coolant accidents (LOCAs). Qualitative and quantitative analyses of DFT were carried out using the cutting sequence (CS)/extended cutting sequence (ECS) method. The results show nine types of dynamic fault failure modes in ship collision accidents, describing the fault propagation process of a dynamic system and reflect the dynamic changes of the entire accident system. The probability of a ship collision accident is 2.378 × 10-9 by using CS. This failure mode cannot be expressed by a combination of basic events within the same event frame after an LOCA occurs in a marine nuclear reactor because the system contains warm spare parts. Therefore, the probability of losing reactor control was calculated as 8.125 × 10-6 using the ECS. Compared with CS, ECS is more efficient considering expression and processing capabilities, and has a significant advantage considering cost.
A neutronics study of a supercritical CO2-cooled fast reactor core for nuclear propulsion has been performed in this work. The thermal power of the reactor core is 30 MWth and a ceramic UO2 fuel can be used to achieve a 20-year lifetime without refueling. In order to make a compact core with inherent safety features, the drum-type reactivity control system and folding-type shutdown system are adopted. In addition, we suggest a cold shutdown system using gadolinium as a spectral shift absorber (SSA) against flooding. Although there is a penalty of U-235 enrichment for the core embedded with the cold shutdown system, it effectively mitigates the increment of reactivity at the flooding of seawater. In this study, the neutronics analyses have been performed by using the continuous energy Monte Carlo Serpent 2 code with the evaluated nuclear data file ENDF/B-VII.1 Library. The supercritical CO2-cooled fast reactor core is characterized in view of important safety parameters such as the reactivity worth of reactivity control systems, fuel temperature coefficient (FTC), coolant temperature coefficient (CTC), and coolant temperature-density coefficient (CTDC). We can say that the suggested core has inherent safety features and enough flexibility for load-following operation.
Byoung-Uhn Bae;Seok Cho;Jae Bong Lee;Yu-Sun Park;Jongrok Kim;Kyoung-Ho Kang
Nuclear Engineering and Technology
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제55권7호
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pp.2438-2446
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2023
To cool down a nuclear reactor core and prevent the fuel damage without a pump-driven active component during any anticipated accident, the passive emergency core cooling system (PECCS) was designed and adopted in an advanced light water reactor, i-POWER. In this study, for a validation of the cooling capability of PECCS, thermal-hydraulic integral effect tests were performed with the ATLAS facility by simulating intermediate and small break loss-of-coolant accidents (IBLOCA and SBLOCA). The test result showed that PECCS could effectively depressurize the reactor coolant system by supplying the safety injection water from the safety injection tanks (SITs). The result pointed out that the safety injection from IRWST should have been activated earlier to inhibit the excessive core heat-up. The sequence of the PECCS injection and the major thermal hydraulic transient during the SBLOCA transient was similar to the result of the IBLOCA test with the equivalent PECCS condition. The test data can be used to evaluate the capability of thermal hydraulic safety analysis codes in predicting IBLOCA and SBLOCA transients under an operation of passive safety system.
Responses of the cabinet of the reactor safety system under seismic leadings are analyzed, its dynamic characteristics and structural reliability being evaluated. Analyzed natural frequencies are compared with those measured from a resonance test. Structural safety of the cabinet is evaluated in consideration of the required response spectrums of the operation-base and safe-shutdown earthquakes. Transient responses of the cabinet are analyzed with input ground acceleration measured during the seismic test, accelerations being extracted at the locations of the main internal parts. The transient responses are compared with those from the seismic test, favorable results being shown.
From 2009 when the CNS facility was installed, the number of reactor failures due to abnormal CNS facility system has increased significantly. Of the total of 19 nuclear reactor shutdowns over the six years from 2009 to 2019, there were 10 nuclear reactor shutdowns associated with the CNS facility, which are very numerous. Therefore, this report intends to analyze the history of nuclear reactor shutdowns due to CNS facility system failure in detail, and to present the root cause and solution to problems. As a result of FMEA implementation of CNS facility system, a total of 76 SPVs were selected. In addition, 10 cases of reactor shutdown history due to CNS facility system abnormalities were analyzed in detailed, and improvement plans for solving the root cause and problem were suggested for each trip history. The results of this study are expected to be able to operate the domestic research reactor and CNS facilities more stably by providing effective measures to prevent recurrence of CNS facilities and reactor trips.
화학반응기에 발생한 화재·폭발 사고사례를 기반으로 화학반응기에 설치되어 있는 예방조치의 문제점을 분석하였다. 화학반응기는 다품종의 화학제품을 생산하며, 반응폭주시 급격히 상승하는 압력을 해소하기 위해 파열판을 설치하고 파열판의 기능을 유지하기 위해 배출물질을 대기로 배출하도록 허용하고 있어 화재·폭발사고가 발생하였다. 이를 개선하기 위한 방안으로 안전건전성수준(SIL3)을 기반으로 한 안전계장시스템(SIS)을 화학반응기의 예방조치로 적용하였다. 화학반응기의 원재료를 적하하는 배관에 긴급차단밸브를 직렬로 2개 설치하여 반응폭주시 긴급차단밸브 2개 중 1개만 작동하여도 원재료 공급을 차단할 수 있도록 하고, 반응응제제 공급배관에는 자동 ON/OFF 밸브를 병렬로 설치하여 반응폭주시 1개의 밸브만 열려도 반응억제제가 투입될 수 있게 하였다.
This paper deals with the design of control cabinet based on safety PLC for reactor power control system(PCS). The PCS controls the operation of the CEDMs(Control Element Drive Mechanisms). The CEDM moves the CEAs(Control Element Assemblies) which regulates the reactor power, vertically in the reactor core. The Control Cabinet in PCS makes and conveys control signals to the power cabinet which provides power to the CEDM. We designed the Control Cabinet, based on POSAFE-Q, safety PLC. The application programs working in PLC can be programmed by pSET, Identified Development Environment.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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